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ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究
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作者 沈欣媛 王海霞 +4 位作者 孟孜 陈志斌 胡丽琴 蒋洁琼 郁杰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期81-87,共7页
中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监... 中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监管要求和许可制度。通过梳理消化国际热核实验堆(ITER)在法国核安全监管体系下的许可审查程序、文件准备及与核安全当局的对话等相关实践,就装置属性、国家许可要求对于聚变堆适用性、核安全许可技术等方面探索ITER许可经验对于中国CFETR的可借鉴性,构建CFETR亟需重点开展的核安全问题及安全技术研究建议,有利于为CFETR的聚变监管要求和许可技术研究提供理论依据和技术支持。 展开更多
关键词 ITER CFETR 聚变核安全 许可
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中国铅基研究反应堆概念设计研究 被引量:66
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作者 吴宜灿 柏云清 +16 位作者 宋勇 黄群英 刘超 王明煌 周涛 金鸣 吴庆生 汪建业 蒋洁琼 胡丽琴 李春京 高胜 李亚洲 龙鹏程 赵柱民 郁杰 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第2期201-208,共8页
针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过... 针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 中国铅基反应堆 铅铋 研究反应堆 概念设计
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核与辐射安全仿真系统SuperMC/RVIS2.3研发与应用 被引量:11
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作者 吴宜灿 何桃 +15 位作者 胡丽琴 龙鹏程 尚雷明 周少恒 杨琪 赵锦波 张澍 杨子辉 李廷 程翔 王静 王杰 宋婧 程梦云 俞盛朋 郝丽娟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期7-15,共9页
如何尽可能降低工作人员受到的辐射剂量一直是辐射防护领域关注的热点问题。本文基于数字反应堆和辐射虚拟人两类创新技术,结合FDS团队基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN,发展了一套大型通用核与辐射安... 如何尽可能降低工作人员受到的辐射剂量一直是辐射防护领域关注的热点问题。本文基于数字反应堆和辐射虚拟人两类创新技术,结合FDS团队基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN,发展了一套大型通用核与辐射安全仿真系统SuperMC/RVIS2.3,能实现复杂系统建模与虚拟装配仿真、三维动态数据场与模型的叠加可视化分析、核辐射环境下人员虚拟漫游仿真和器官剂量评估等功能。以国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈PF4检修以及中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ散裂靶更换等过程仿真与剂量评估为代表的应用结果表明,该系统可模拟核辐射环境中多种应用方案的评估与优化,可应用于反应堆设计优化、维修计划、应急评估、操作培训和科普教育,具有广阔的应用前景。 展开更多
关键词 辐射防护 虚拟仿真 器官剂量评估 SuperMC RVIS
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液态铅铋氧浓度测量技术初步研究 被引量:20
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作者 王改英 柏云清 +3 位作者 高胜 张敏 黄群英 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第2期165-169,共5页
液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传... 液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验。实验结果显示,300~400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃<T<350℃温度范围,氧传感器在350℃<T<400℃范围内的测量性能更好,仪器本身的系统误差约为17mV。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 铅铋合金 氧传感器
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聚变堆安全特性评价研究 被引量:10
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作者 吴宜灿 郁杰 +22 位作者 胡丽琴 陈志斌 王石生 杨琪 党同强 朱志强 梁参军 聂保杰 王大桂 李亚洲 王海霞 金鸣 倪木一 贾江涛 汪进 王芳 刘超 蒋洁琼 宋婧 龙鹏程 赵柱民 汪建业 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期802-810,共9页
确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在... 确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。 展开更多
关键词 聚变核安全 安全特性 安全体系
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核能对全球变暖和人类健康影响初步研究 被引量:4
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作者 吴宜灿 王明煌 +7 位作者 付雪微 廉超 陈德鸿 陈志斌 柏云清 王芳 胡丽琴 FDS凤麟核能团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期337-346,共10页
核能作为一种安全、清洁、高效的能源,对于改善人类生活环境、提高人民健康水平、促进经济社会可持续发展是非常有利的,然而核能带来的辐射健康风险使其发展一直备受争议,因此有必要对核能带来的效益和风险进行综合评估,以全面地分析核... 核能作为一种安全、清洁、高效的能源,对于改善人类生活环境、提高人民健康水平、促进经济社会可持续发展是非常有利的,然而核能带来的辐射健康风险使其发展一直备受争议,因此有必要对核能带来的效益和风险进行综合评估,以全面地分析核能带来的影响。本文基于三种典型核能发展预测方案,从全球变暖和人类健康的角度,定量分析了2016—2050年间核能在局部地区和全球范围内对于社会的潜在效益和风险。结果表明使用核电替代煤电带来的效益远超过它的潜在风险,尤其是对于贫困地区,社会经济发展水平越低,适度发展核能将会获得更多的效益。分析结果表明,在三种典型核能发展预测方案下,至21世纪中期,核能在全球范围内可以减少0.05~0.22℃温升,避免170~1 400万人死亡,估计的效益价值16.7~115万亿美元。 展开更多
关键词 核能 全球变暖 人类健康 空气污染 放射性
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基于CAD技术的特征线中子输运计算程序开发 被引量:3
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作者 陈珍平 王电喜 +3 位作者 何桃 王国忠 郑华庆 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第4期354-359,共6页
特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发... 特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发了基于CAD技术的特征线中子输运计算程序,并利用相关基准例题对程序进行了数值验证,其结果与参考值吻合良好,表明本文方法和程序的可行性、正确性与可靠性。 展开更多
关键词 特征线方法 中子输运计算 自动建模 几何预处理
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基于中国辐射虚拟人Rad-HUMAN的中子剂量转换系数及分析 被引量:2
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作者 程梦云 王文 +2 位作者 范言昌 龙鹏程 胡丽琴 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期22-29,共8页
中子通过物质时具有很强的穿透能力,对人体产生的危险较相同剂量的X射线、γ射线更为严重,因此中子的辐射防护非常重要。目前基于不同体模的中子剂量转换系数的研究是国际上辐射防护领域的一大研究热点。本文利用FDS团队自主构建的中国... 中子通过物质时具有很强的穿透能力,对人体产生的危险较相同剂量的X射线、γ射线更为严重,因此中子的辐射防护非常重要。目前基于不同体模的中子剂量转换系数的研究是国际上辐射防护领域的一大研究热点。本文利用FDS团队自主构建的中国辐射虚拟人Rad-HUMAN及蒙特卡罗输运程序,模拟不同能量、不同照射方式下单能中子在人体内的输运,得到了一系列器官的中子剂量转换系数和有效剂量值,并将结果与ICRP 74号、116号出版物进行了比较分析。对于某些器官在某些照射条件下,三者结果较一致;但也发现在某些照射条件下,中国辐射虚拟人Rad-HUMAN得到的结果与ICRP 74和ICRP 116号出版物推荐值存在较大差异。该结果对于分析中国人个体与ICRP参考人之间中子剂量转换系数的差异具有重要意义。 展开更多
关键词 辐射虚拟人 剂量转换系数 蒙特卡罗 Rad—HUMAN
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力反馈数据手套在核能虚拟仿真中的应用研究 被引量:2
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作者 王静 杨子辉 +2 位作者 何桃 龙鹏程 胡丽琴 《辐射研究与辐射工艺学报》 CAS CSCD 2015年第2期49-55,共7页
力反馈数据手套允许用户用手直接操作虚拟物体,模拟高危险辐射环境下人员作业过程,为提高核设施维修人员的培训效果提供了一种新的解决方案。针对国内核设施维修操作培训中虚拟仿真技术的应用现状,结合液态铅冷却反应堆散裂靶更换仿真需... 力反馈数据手套允许用户用手直接操作虚拟物体,模拟高危险辐射环境下人员作业过程,为提高核设施维修人员的培训效果提供了一种新的解决方案。针对国内核设施维修操作培训中虚拟仿真技术的应用现状,结合液态铅冷却反应堆散裂靶更换仿真需求,基于力反馈数据手套研究并实现了虚拟手建模与控制,以及基于虚拟手交互过程中的碰撞检测方法。以力反馈数据手套控制虚拟反应堆厂房内部漫游和散裂靶更换交互操作仿真为例,结果表明了虚拟手模型和碰撞检测算法的有效性和实用性。 展开更多
关键词 力反馈数据手套 虚拟手 虚拟现实 虚拟培训 虚拟仿真 虚拟漫游
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混合评价核数据库系统HENDL3.0研发及其在先进核能系统设计中应用 被引量:3
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作者 吴宜灿 邹俊 +10 位作者 郝丽娟 王明煌 杨琪 宋婧 汪进 尚雷明 龙鹏程 王芳 胡丽琴 何桃 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期242-249,共8页
FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求,设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等,并针对先进核能系统的物理特... FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求,设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等,并针对先进核能系统的物理特点,从能量自屏效应、热散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正。HENDL已通过国际基准模型与实验的验证与确认,并在ADSCLEAR、FDS-SFB为代表的重大核工程与核能研究中得到了广泛应用。 展开更多
关键词 先进核能系统 多群数据库 基准检验
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中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析 被引量:3
11
作者 盛美玲 金鸣 +3 位作者 柏云清 汪卫华 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第1期91-96,共6页
针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热... 针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。 展开更多
关键词 中国铅合金冷却研究堆 空气自然循环 事故余热排出系统
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基于并行技术的人体外照射实时精确剂量评估方法 被引量:1
12
作者 尚雷明 李廷 +4 位作者 何桃 龙鹏程 胡丽琴 吴宜灿 FDS团队 《辐射研究与辐射工艺学报》 CAS CSCD 2014年第4期54-59,共6页
为了精确评估核辐射环境下人体及器官受照剂量,FDS团队基于中国高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN发展了体素级人体外照射剂量评估方法。但由于计算量巨大,现有计算流程和计算方法难以满足虚拟仿真对剂量评估实时性的要求。为了解决这一问... 为了精确评估核辐射环境下人体及器官受照剂量,FDS团队基于中国高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN发展了体素级人体外照射剂量评估方法。但由于计算量巨大,现有计算流程和计算方法难以满足虚拟仿真对剂量评估实时性的要求。为了解决这一问题,本文借助OpenMP和MPI并行计算技术,发展了基于并行计算的体素级人体外照射剂量评估方法,实现了百万量级体素外照射剂量实时计算。以加速器驱动铅铋冷却反应堆堆顶包容小室内维修作业人体受照剂量评估为例的测试结果表明,该方法满足了体素级剂量实时评估计算的需求,对考虑到器官剂量限制的人体外照射剂量实时精确评估有重要意义。 展开更多
关键词 体素模型 实时剂量评估 精确剂量评估 并行计算 Rad-HUMAN
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基于风险指引技术的聚变堆可靠性指标分配方法 被引量:1
13
作者 袁润 王大桂 +4 位作者 王海霞 王家群 孙明 陈志斌 吴洁 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期211-216,共6页
聚变堆的安全性是聚变堆可靠性分析必须考虑的重要因素,可靠性指标是可靠性分析的基础和前提。传统可靠性指标的分配过程没有与部件的安全性挂钩,一方面会造成某些安全重要部件的可靠性指标分配的较低,产生安全隐患;另一方面会造成某些... 聚变堆的安全性是聚变堆可靠性分析必须考虑的重要因素,可靠性指标是可靠性分析的基础和前提。传统可靠性指标的分配过程没有与部件的安全性挂钩,一方面会造成某些安全重要部件的可靠性指标分配的较低,产生安全隐患;另一方面会造成某些无关安全部件的可靠性指标分配的较高,浪费资源,从而对聚变堆可用性产生不利影响。本文根据聚变反应堆的特点,提出了一种基于风险指引技术的分配方法,从聚变堆危害剂量与允许频率出发,将聚变堆总体的可靠性指标分配到各个系统,再分配到系统中的部件。该方法可为聚变堆可靠性指标体系的建立提供技术支持,并可为安全设计要求与监管要求的确立提供理论依据。 展开更多
关键词 可靠性分配 聚变堆安全监管 风险指引
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国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究 被引量:1
14
作者 王海霞 陈志斌 +6 位作者 李亚洲 沈欣媛 蒋洁琼 胡丽琴 郁杰 吴宜灿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期497-503,共7页
中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER... 中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。 展开更多
关键词 聚变核安全 监管 许可
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中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究 被引量:1
15
作者 胡星 贾江涛 +4 位作者 孟孜 倪木一 陈志斌 张斌 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期405-412,共8页
中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用M... 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。 展开更多
关键词 氦冷固态包层 事故安全 In-box LOCA
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空气污染排放视角下中国核电的健康效益 被引量:1
16
作者 夏凡 廉超 +5 位作者 王明煌 邹小亮 付雪微 柏云清 李亚洲 陈珊琦 《核安全》 2020年第1期50-57,共8页
核电在改善空气质量方面具有重要的作用。本文对比了核电与煤电的空气污染物排放系数,根据空气污染物引起的死亡率与人均燃煤发电量的负指数幂关系,评估了中国通过发展核电在改善空气质量方面对居民的健康效益,并对未来的健康效益进行... 核电在改善空气质量方面具有重要的作用。本文对比了核电与煤电的空气污染物排放系数,根据空气污染物引起的死亡率与人均燃煤发电量的负指数幂关系,评估了中国通过发展核电在改善空气质量方面对居民的健康效益,并对未来的健康效益进行了分析。结果显示,发展核电能够避免的死亡人数在增加。据估算,1995—2018年,中国核电累计可避免约4.7万人因空气污染物死亡,可避免约22.6万人因空气污染物患病。2020—2030年,预计会避免8.3万~9.4万人死亡,避免39.7万~45.1万人患病。 展开更多
关键词 核电 煤电 空气污染物 健康效益
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中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证 被引量:1
17
作者 黄群英 凤麟团队 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1856-1867,共12页
聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所?凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢... 聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所?凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。 展开更多
关键词 中国抗中子辐照钢 材料设计 辐照损伤
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中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析
18
作者 韩骞 吴庆生 +2 位作者 陈建伟 梅华平 黄群英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期353-359,共7页
中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃... 中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。 展开更多
关键词 CLEAR—I 燃料元件 温度场 正常运行工况 失流事故
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中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析
19
作者 陈林 张世超 +1 位作者 孟孜 FDS凤麟核能团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期246-252,共7页
中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采... 中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。 展开更多
关键词 双功能液态铅锂包层 RELAP5 In-box LOCA 压力传播
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核辐射安全仿真实时交互渲染方法
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作者 程翔 石志勇 +4 位作者 何桃 龙鹏程 张澍 江平 葛鹏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期651-655,共5页
因核辐射安全仿真场景具有结构复杂和多角度交互式漫游等特点,导致仿真过程中难以实现实时交互渲染。本文提出了一种针对核辐射安全仿真实时交互渲染方法,通过仿真场景数据自动分割、仿真场景面片级视锥体裁剪、基于图像空间的跟踪地图... 因核辐射安全仿真场景具有结构复杂和多角度交互式漫游等特点,导致仿真过程中难以实现实时交互渲染。本文提出了一种针对核辐射安全仿真实时交互渲染方法,通过仿真场景数据自动分割、仿真场景面片级视锥体裁剪、基于图像空间的跟踪地图等技术,从多个方面研究提高实时交互渲染效率的途径。以国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈PF4维修过程仿真为例对本文方法进行了测试,测试结果表明该方法能有效提高复杂场景渲染效率,满足实时交互渲染。 展开更多
关键词 虚拟现实 辐射剂量仿真 实时交互渲染 八叉树
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